Материал: Нейтронно-физический расчет реактора на тепловых нейтронах

Нейтронно-физический расчет реактора на тепловых нейтронах

Министерство образования и науки Российской Федерации

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение

высшего образования

«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ

ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»

Институт - Физико-технический

Направление - Ядерные физика и технологии

Кафедра - Электроника и автоматика физических установок

Специальность - Электроники и автоматики физических установок

Нейтронно-физический расчет реактора на тепловых нейтронах

Курсовой проект по курсу

«Ядерные реакторы»

Студент гр. 0712

А.Е. Столповский

Руководитель

Ю.Б. Чертков

Томск - 2015

ЗАДАНИЕ

Провести нейтронно-физический и теплогидравлический расчёт уран-графитового реактора в соответствии с вариантом задания.

Исходные данные к расчёту:

Вопросы,подлежащие рассмотрению:

особенности конструкции заданного реактора;

тепловыделяющие элементы ЯР;

ядерно-топливные материалы;

материалы оболочек ТВЭЛов;

топливные кассеты и сборки.

РЕФЕРАТ

Курсовой проект 61 с., 4 табл., 3 источника.

УГР, ТВЭЛ, ТВС, АКТИВНАЯ ЗОНА, ТОПЛИВО, МИКРОСЕЧЕНИЕ, МАКРОСЕЧЕНИЕ, КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ, ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА, РЕАКТИВНОСТЬ, ОРГАНЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ, ТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЭФФЕКТ РЕАКТИВНОСТИ, ВЫГОРАНИЕ ТОПЛИВА.

Темой данного курсового проекта является нейтронно-физический расчёт реактора на тепловых нейтронах.

Целью данного курсового проекта является нейтронно-физический и теплогидравлический расчет реактора на тепловых нейтронах.

Основная задача нейтронно-физического расчёта реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.

В данном курсовом проекты был произведён обзор литературы по указанному типу реактора, а также по элементам, входящим в состав активной зоны. В ходе работы были проработаны все вопросы, указанные в задании. Результатом являются расчёты всех необходимых параметров для реактора при исходных данных.

СОДЕРЖАНИЕ

Введение

.        Особенности уран-графитового реактора с водяным теплоносителем

.1 Общие характеристики реактора РБМК

.2 Конструкция активной зоны РБМК

.3 Тепловыделяющие элементы РБМК

.4Ядерно-топлмвные материалы

.5Материалы оболочек и ТВЭЛов        

.6 Топливные кассеты и сборки

_Toc4353729772.         Предварительный тепловой расчёт       

.1Предварительный расчёт 

2.2Ядерно-физические характеристики «холодного» реактора

.3Микро- и макросечения для «холодного» реактора

.4Расчёт коэффициента размножениядля бесконечной среды

.5Расчёт эффективного коэффициента размножения        

.6Температурные эффекты реактивности

.7 Расчёт коэффициента размножения для бесконечной среды «горячего» реактора

.8Расчёт эффективного коэффициента размножения «горячего» реактора

.9Предварительный расчёт системы органов регулирования

.        Параметры нестационарных и переходных процессов

.1 Эффекты реактивности при отравлении реактора

.2Расчёт нуклидного состава и характеристик, связанных с выгоранием топлива

Заключение

Список литературы

ВВЕДЕНИЕ

реактор нейтрон нуклидный тепловой

Атомная энергетика - сравнительно новая область получения энергии, использующая ядерное топливо. Запасы ядерного топлива в мире, с учётом его расширенного производства, достаточно велики. АЭС могут быть построены практически в любом месте, поскольку для обеспечения их работы не требуется большого количества топлива. АЭС не нуждаются в потреблении кислорода из атмосферы и практически не загрязняют окружающую среду токсичными веществами. Сточные воды, газы и аэрозоли подвергаются специальной очистке, обеспечивается надёжное захоронение радиоактивных отходов.

Основная задача нейтронно-физического расчета реактора состоит в физическом обосновании конструкции и определении совокупности физических параметров реактора, удовлетворяющего поставленным требованиям.

Выбрав конструктивную схему реактора, с учетом требований задания, необходимо далее провести оценочный тепловой расчет, в результате которого определяются размеры активной зоны.

Главная искомая величина в физическом расчете - коэффициент размножения, расчет которого должен быть произведен в нескольких вариантах: для «холодного» реактора, для «горячего» реактора, для реактора в конце компании. Расчетные варианты отличаются температурными условиями и составом ядерного топлива, изменившегося в результате его выгорания и воспроизводства делящегося материала.

В ходе курсового проектирования требуется оценить число поглощающих стержней, необходимых для управления ядерной энергетической установкой.

Также выполняется определение эффектов реактивности при отравлении реактора и в заключении проводится расчет нуклидного состава и характеристик, связанного с выгоранием топлива, образованием продуктов деления и актинидов.

Целью данной работы является расчет ряда перечисленных параметров и анализ полученных результатов.

1. ОСОБЕННОСТИ УРАН-ГРАФИТОВОГО РЕАКТОРА С ВОДЯНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

.1 Общие характеристики реактора РБМК

Ядерный энергетический реактор РБМК является гетерогенным канальным реакторов на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедлителя используется графит. Теплоноситель - кипящая легкая вода - циркулирует по вертикальным каналам, пронизывающим кладку активной зоны. Этот тип реактора является дальнейшим развитием уран-графитовых реакторов в СССР.

В таблице 1 даны важнейшие характеристики канальных уран-графитовых реакторов [1].

Таблица 1 - Характеристики канальных уран-графитовых реакторов

К основным достоинствам канальных реакторах относили отсутствие трудоёмкого и дорогостоящего корпуса, возможность наращивания мощности путем пристройки новых графитовых блоков без изменения конструкций других узлов, а также возможность заменыотработавших тепловыделяющих элементов новыми без остановки реактора.

Наряду с достоинствами реакторы РБМК имеют некоторые недостатки. Поскольку в реакторах РБМК охлаждающая вода непосредственно из активной зоны попадает в парогенератор и в турбину, то их называют одноконтурными. А в одноконтурных реакторах не исключена вероятность попадания радиоактивных веществ в воду, турбогенератор, а также другие объекты станции при аварийной разгерметизации трубопроводов. Кроме того, для реакторов РБМК ввиду большей длины активной зоны, большого объема графитовой кладки и некоторых других факторов характерна неравномерность распределения нейтронов по высоте и объему, а, следовательно, неравномерность тепловыделения. Это в совокупности с особенностями изменения замедляющих свойств паровоздушной смеси в процессе работы приводит к некоторой неустойчивости работы реакторов.

.2 Конструкция активной зоны РБМК

Активная зона имеет форму вертикального цилиндра диаметром 11,8 и высотой 7 м. Она окружена боковым отражателем толщиной 1 м и торцевыми отражателями толщиной по 0,5 м. В состав активной зоны входят ТВЭЛы, замедлитель, теплоноситель, технологические каналы, стержни - поглотители нейтронов (стержни управления) [1].

Реактор РБМК представляет собой графитовую кладку, заключенную с кожух и опирающуюся на сварные металлоконструкции, которые вместе с кожухом образуют герметическую полость, заполненную смесью гелия и азота. На рисунке 1 представлен фрагмент графитовой кладки и конструкции реакторного пространства.

Рисунок 1 - Фрагмент графитовой кладки и конструкции реакторного пространства: 1 - графитовые блоки; 2 - графитовые стержни; 3 - колонна активной зоны; 4 - колонны отражателя; 5 - периферийная колонна отражателя; 6 - опорные плиты; 7 - опорные стаканы; 8 - защитные плиты; 9 - фланцы; 10 - направляющие патрубки; 11 - теплозащитные экраны

Кладка состоит из отдельных колонн, собранных из графитовых блоков с цилиндрическими отверстиями. В отверстиях колонн установлено 1700 топливных каналов, которые проходят через патрубки-тракты, вваренные в верхнюю и нижнюю металлоконструкции реактора. Центральная часть каналов (труба наружным диаметром 88 мм с толщиной стенки 4 мм) выполнена из сплава Zn + 2,5% Nb, а верхняя и нижняя части - из нержавеющей стали.

На центральную часть канала для отвода тепла из кладки к теплоносителю надеты графитовые кольца, выполненные таким образом, что половина из них плотно насажена по наружному диаметру канала, а другая половина при загрузке канала плотно вводится в отверстие графитовой кладки. Кольца обоих типов чередуются. В топливные каналы через верхние отверстия загружаются и уплотняются кассеты с двумя ТВС. Каждая ТВС состоит из 18 ТВЭЛов стержневого типа, представляющих собой трубку из циркониевого сплава (Zr + 1% Nb), заполненную таблетками двуокиси урана [2].

Теплоноситель подается снизу в каждый технологический канал. Экономайзерный участок канала, на котором вода нагревается до температуры насыщения, имеет высоту около 2,5 м от низа активной зоны. На остальной ее части имеет место процесс развитого кипения.

Каналы системы контроля и управления располагаются так же, как и технологические, в центральных отверстиях графитовых колонн кладки. Стержни СУЗ функционально разделены на группы, обеспечивающие радиальное регулирование поля энерговыделения, автоматическое регулирование среднего уровня мощности, аварийное прекращение цепной реакции и регулирование поля энерговыделения по высоте. Стержни первых трех групп выводятся из активной зоны верх, укороченные стержни-поглотители четвертой группы выводятся вниз.

Для охлаждения каналов и стержней используется автономный водяной контур с насосно-теплообменной установкой. Вода движется в каналах сверху вниз и омывает наружную и внутреннюю поверхность оболочек поглощающих стержней.

Распределение нейтронного поля по объему активной зоны контролируется с помощью системы физического контроля. Для этой цели в 12 каналах равномерно распределенных в центральной части активной зоны, размещаются датчики контроля за полями энерговыделения по высоте. Для контроля за распределением энерговыделения по радиусу реактора используются β-эммисионные датчики, которые установлены в герметичных полостях центральных несущих трубок тепловыделяющих кассет. В кладке реактора в узлах стыка графитовых блоков имеется 20 вертикальных отверстий, в которых установлены каналы с трехзонными термопарами для контроля за температурой графита [1].

1.3 Тепловыделяющие элементы РБМК

ТВЭЛы - наиболее ответственные элементы энергетического реактора. Конструкция и материалы ТВЭЛов должны обеспечивать их надежную работу при высоких плотностях энерговыделения; при больших глубинах выгорания ТВЭЛы также выполняют функции барьеров безопасности, предотвращающих выход высокоактивных продуктов деления в теплоноситель [2].

На рисунке 2 изображен ТВЭЛ РБМК-1000.

Рисунок 2 - ТВЭЛ РБМК-1000: 1 - пробка; 2 - оболочка; 3 - топливная таблетка; 4 - шайба прижима; 5 - пружина; 6 - втулка; 7 - наконечник

ТВЭЛ представляет собой трубку наружным диаметром 13,6 мм с толщиной стенки 0,9 мм из циркониевого сплава, заполненную таблеткам диаметром 11,5 мм из двуокиси урана плотность до 10,5 г/см3 с обогащением 1,8 или 2% 235U. Внутренняя полость ТВЭЛа при изготовлении заполняется смесью аргона и гелия и герметизируется электронно-лучевой сваркой [1].

.4 Ядерно-топливные материалы

Топливные материалы содержат делящиеся нуклиды (233U, 235U, 239Pu) или нуклиды, используемые для воспроизводства делящихся нуклидов (232Th, 238U). В состав всех топливных материалов входит уран, торий или плутоний, их сплавы или соединения. Наиболее распространенные металлический уран, двуокись, монокарбид и мононитрид урана.

Металлическое урановое топливо наиболее выгодно, так как при большом содержании элемента с делящимся нуклидом, высокой плотности и хорошей теплопроводности оно позволяет получать большую энергонапряженность в активной зоне. Однако ряд присущих ему серьезных недостатков (малые допускаемые выгорания, ограничения по рабочей температуре, интенсивное коррозионное взаимодействие) приводит к тому, что металлическое топливо имеет ограниченное применение.

Для преодоления указанных недостатков применяют легирование урана железом, кремнием, алюминием, молибдена, цирконием, ниобием, хромом, а также соответствующую термообработку.

В последние годы в энергетических реакторах широко используют керамическое ядерное топливо. Двуокись урана обладают высокой температуростойкостью (Тплав = 2800оС) и высокой радиационной стойкостью.

Недостатком двуокиси урана является меньшая по сравнению с металлическим топливом плотность и процентное содержание урана, чрезвычайно низкая теплопроводность.